反應(yīng)堆熱工第二章-1

反應(yīng)堆熱工水力學(xué)第二章王建軍wang-jianjun@0451825696552023/2/11核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院主要內(nèi)容2.1核裂變產(chǎn)生的能量及其分布2.2堆芯功率分布及其影響因素2.3控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中熱量的產(chǎn)生及其分布2.4反應(yīng)堆停堆后的功率釋放2023/2/12核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院主要知識(shí)點(diǎn)（1）掌握計(jì)算堆芯熱功率的方法掌握堆芯內(nèi)釋熱率的分布情況（典型）掌握影響堆芯內(nèi)功率分布因素理解堆芯內(nèi)其他釋熱產(chǎn)生和分布原理了解其他釋熱計(jì)算方法2023/2/13核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院主要知識(shí)點(diǎn)（2）掌握反應(yīng)堆停堆后功率變化規(guī)律掌握反應(yīng)堆停堆后功率組成及特點(diǎn)了解反應(yīng)堆停堆后功率計(jì)算方法2023/2/14核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院反應(yīng)堆的熱源及其分布一、

核裂變產(chǎn)生的能量及其在堆芯內(nèi)的分布熱源來(lái)自于可裂變核素的裂變能量每次裂變放出的總能量平均約為200MeV包括緩發(fā)中子的能量，未計(jì)及中微子及反中微子的能量所產(chǎn)生熱源的分布與堆型、燃料型式及運(yùn)行時(shí)間等因素有關(guān)2023/2/15核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院裂變能的近似分配裂變能絕大部分在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮軣岫逊蓊~90%壓水動(dòng)力反應(yīng)堆97.4%沸水反應(yīng)堆96%2023/2/16核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院不同核素釋放裂變能值（重水堆）2023/2/17核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院二、

堆芯功率分布及其影響因素裂變率：2023/2/18核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院體積釋熱率：

體積釋熱率是單位時(shí)間、單位體積內(nèi)釋放的熱能的度量，也稱為功率密度。要注意的是，體積釋熱率指的是已經(jīng)轉(zhuǎn)化為熱能的能量，并不是在該體積單元內(nèi)釋放出的全部能量，因?yàn)橛行┠芰繒?huì)在別的地方轉(zhuǎn)化為熱能，甚至有的能量根本就無(wú)法轉(zhuǎn)化為熱能加以利用。2023/2/19核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院堆芯內(nèi)釋熱率的分布均勻裸堆釋熱率分布：2023/2/110核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/111核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院影響堆芯功率分布的因素-12023/2/112核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院影響堆芯功率分布的因素-22023/2/113核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/114核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院影響堆芯功率分布的因素-3結(jié)構(gòu)材料的吸收效應(yīng)水隙和空泡效應(yīng)2023/2/115核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院影響堆芯功率分布的因素-42023/2/116核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院17三、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中

熱量的產(chǎn)生和分布控制棒中的熱源及其分布；慢化劑的熱源及其分布；結(jié)構(gòu)材料中的熱源及分布；2023/2/117核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院18

控制棒中的熱源及其分布

材料： 硼、鎘、鉿等，壓水堆一般采用銀-銦-鎘合金或碳化硼控制棒熱源： 1）吸收堆芯的γ輻射的熱量；

2）吸收本身中子因（n,α）或（n,γ）反應(yīng)所產(chǎn)生的全部或部分熱量；2023/2/118核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院19計(jì)算方法：

1、吸收γ射線而釋熱的熱源：與堆芯的結(jié)構(gòu)、控制棒本身的結(jié)構(gòu)、控制棒材料的性質(zhì)以及控制棒在堆芯所處的位置有關(guān)，可用屏蔽設(shè)計(jì)的方法來(lái)進(jìn)行計(jì)算。

2、因（n,α）或（n,γ）反應(yīng)而釋熱的熱源：

1）算出控制棒在單位時(shí)間內(nèi)俘獲的中子數(shù)n（中子/s）釋放出1KJ能量的裂變數(shù)控制棒對(duì)中子的吸收系數(shù)，即每次裂變被控制棒吸收的中子數(shù)（中子/裂變）2023/2/119核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院20 2）首先根據(jù)控制棒所使用的材料判斷控制棒俘獲中子所產(chǎn)生的反應(yīng)是還是

反應(yīng)：由于粒子的射程短，其能量主要為控制棒本身所吸收。

功率：假設(shè)放出的粒子的能量為2023/2/120核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院21

反應(yīng)，射線能譜具有一個(gè)范圍，取能譜平均值為，產(chǎn)生的量子數(shù)為，自吸收系數(shù)a（由于的穿透能力強(qiáng)，控制棒本身只能吸收射線的一部分能量），

這一部分功率：MeV/skW2023/2/121核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院22對(duì)于由m種不同的吸收材料組成的控制棒，且每種材料吸收中子所產(chǎn)生的反應(yīng)類型和放出的能量不同，則控制棒因吸收中子所產(chǎn)生的總釋熱量：第i中材料所吸收的中子數(shù)占控制棒吸收中子總數(shù)的份額

第i中材料每吸收一個(gè)中子所產(chǎn)生的能量

為第i種材料的自吸收系數(shù)，視吸收中子后所產(chǎn)生的反應(yīng)而定，若為反應(yīng)，則可取為12023/2/122核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院23慢化劑中的熱源及其分布熱量組成：裂變中子的慢化、吸收裂變產(chǎn)物放出的粒子的一部分能量、吸收各種射線的能量。裂變中子的大部分動(dòng)能都在初始幾次的碰撞中失去，因此由它產(chǎn)生的熱源的分布將取決于快中子的平均自由程。

1）當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)快中子的平均自由程很短時(shí)（例如以輕水作為慢化劑的反應(yīng)堆），慢化劑中熱源的分布大致與中子通量的分布相同；

2）如果平均自由程長(zhǎng)，則其熱源的分布就接近于均勻分布。2023/2/123核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院24慢化劑中的體積釋熱率近似表示：均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

慢化劑的平均密度，堆芯材料的平均密度

快中子宏觀彈性散射面積快中子通量

每次碰撞的平均熱量損失

2023/2/124核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/1核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院25快中子的能量

n：快中子慢化成熱中子所需的平均碰撞次數(shù)，

：平均對(duì)數(shù)能量縮減

2023/2/125核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院如果冷卻劑和慢化劑是同一種材料（例如水-水堆）則慢化劑的冷卻問(wèn)題就可以合并在元件的冷卻問(wèn)題中一起考慮；如果冷卻劑是液體而慢化劑是固體（例如水-石墨堆）則慢化劑的冷卻必須專門考慮2023/2/126核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院結(jié)構(gòu)材料中的熱源及其分布結(jié)構(gòu)材料：包殼、元件盒、定位架、控制棒導(dǎo)向管等熱量來(lái)源：幾乎完全由于吸收來(lái)自堆芯的各種輻射計(jì)算：如果認(rèn)為對(duì)射線的吸收正比于材料的質(zhì)量。則可近似地用下式估算體積釋熱率：堆芯某一位置上的單位體積結(jié)構(gòu)材料吸收射線所釋放的熱量在均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

結(jié)構(gòu)材料的密度

堆芯材料的平均密度

結(jié)構(gòu)材料中的熱源還與結(jié)構(gòu)材料本身的具體形狀和所處的部位有密切關(guān)系。2023/2/127核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院四、反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)程中的簡(jiǎn)單瞬態(tài)熱工分析反應(yīng)堆停堆后的釋熱特點(diǎn)核特性的影響組成剩余裂變產(chǎn)生的功率裂變碎片的衰變功率中子俘獲產(chǎn)物的衰變功率2023/2/128核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2023/2/129核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院對(duì)于某900MW電功率的反應(yīng)堆，其額定熱功率為2895MW。其停堆后一段時(shí)間內(nèi)反應(yīng)堆的剩余功率如下：緊急停堆后2分鐘：約120MW1小時(shí)：約40MW1天：約16MW1月：約4MW1年：約0.8MW2023/2/130核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院停堆后反應(yīng)堆釋熱功率表達(dá)式2023/2/131核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院剩余裂變功率的特點(diǎn)及計(jì)算方法2023/2/132核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院裂變產(chǎn)物衰變功率2023/2/